ASTM International

Standard Guide for Benchmark Testing of Light Water Reactor Calculations
 N E2006

Annotation

This guide covers general approaches for benchmarking neutron transport calculations in light water reactor systems. A companion guide (Guide E2005) covers use of benchmark fields for testing neutron transport calculations and cross sections in well controlled environments. This guide covers experimental benchmarking of neutron fluence calculations (or calculations of other exposure parameters such as dpa) in more complex geometries relevant to reactor surveillance. Particular sections of the guide discuss: the use of well-characterized benchmark neutron fields to provide an indication of the accuracy of the calculational methods and nuclear data when applied to typical cases; and the use of plant specific measurements to indicate bias in individual plant calculations. Use of these two benchmark techniques will serve to limit plantspecific calculational uncertainty, and, when combined with analytical uncertainty estimates for the calculations, will provide uncertainty estimates for reactor fluences with a higher degree of confidence.

This standard does not purport to address all of the safety concerns, if any, associated with its use. It is the responsibility of the user of this standard to establish appropriate safety and health practices and determine the applicability of regulatory limitations prior to use.

Автоматический перевод:

Типичный гид для эталонного тестирования вычислений легководного ядерного реактора

Это руководство покрывает общие подходы для сравнительного тестирования нейтронных транспортных вычислений в легких водных реакторных системах. Сопутствующее руководство (Руководство E2005) покрывает использование полей сравнительного теста для тестирования нейтронных транспортных вычислений и поперечных сечений в хорошо управляемых средах. Это руководство покрывает экспериментальное сравнительное тестирование нейтронных вычислений флюенса (или вычислений других параметров воздействия, таких как dpa) в более сложных конфигурациях, относящихся к реакторному контролю. Конкретные разделы руководства обсуждают: использование хорошо охарактеризованных полей нейтрона сравнительного теста для обеспечения индикации относительно точности calculational методов и ядерных данных, когда относится типичные случаи; и использование производственного предприятия определенные измерения для указания на смещение в отдельных вычислениях производственного предприятия. Использование этих двух методов сравнительного теста будет служить для ограничения plantspecific calculational неуверенность, и, когда объединено с аналитическими оценками неуверенности для вычислений, обеспечит оценки неуверенности для реакторных флюенсов с более высокой степенью уверенности.